小型压水堆无硼堆芯高精度数值模拟验证研究

使用蒙特卡罗粒子输运模拟程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N对无硼堆芯设计的小型压水堆进行高精度模拟,给出了启动物理实验、功率运行工况及负荷跟踪工况的高精度模拟结果,开展了小型压水堆无硼堆芯主要物理参数验证和堆芯运行性能评估。数值结果表明,该小型压水堆具备设计寿期内额定的功率输出能力,且堆芯功率展平效果较好;仅依靠控制棒能够实现负荷跟踪过程中的反应性和功率分布控制,具备日负荷跟踪能力。

压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析

利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX(铀氧化物)、MOX(钚铀混合氧化物)、PuThOX(钚钍混合氧化物)和U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)。研究结果表明:1)由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2)由于232 U衰变链中208 Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。

压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计

在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2)UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。

堆芯核设计程序CYCAS动力学模型开发

对堆芯核设计程序CYCAS的动力学模型及其数值验证进行了研究。详细介绍了CYCAS程序采用的动力学模型。为验证模型的有效性,对LMW瞬态基准题和基于AP1000堆芯动态插棒问题进行了数值模拟和分析。结果表明,CYCAS程序的动力学模型可获得可靠的计算结果。

堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。

低价值控制棒中子吸收体材料燃耗相关数据的制作及验证研究

本文从燃耗方程出发给出了燃耗计算相关数据的内容,提出了使用蒙卡燃耗计算程序作为基准程序进行燃耗计算相关数据制作和验证的方法。应用该方法制作了低价值控制棒中子吸收体材料铽(Tb)和镝(Dy)同位素燃耗计算相关数据。数值计算结果表明,新制作的燃耗计算相关数据具有很高的计算精度。最终给出了满足低价值控制棒中子吸收价值要求的铽镝合金设计方案的计算结果。

钴调节棒更换后RFSP-IST程序通量计算不确定性分析

在中核核电运行管理有限公司秦山第三核电厂(简称秦山三核)调节棒组件变更设计的物理分析中,用于堆芯计算程序RFSP-IST的钴调节棒增量截面由DRAGON产生,它的方法模型与秦山三核安全分析报告RFSAR(2007版)所采用的超栅元计算程序MULTICELL不完全相同,因此有必要对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。基于秦山三核1、2号机组的相关历史运行数据,采用95/95单边上限不确定性分析方法,对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。数值计算结果表明,调节棒组件变更设计及超栅元增量截面计算程序变更未对RFSPIST程序通量计算不确定性产生影响。

重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究

论文的目的是研究重水堆钍铀燃料增殖循环方案。基于前期设计的技术路线,以CANDU-6堆芯为参考堆芯,研究了钍基堆芯燃料管理策略,分析了中子学特性,并对乏燃料特性进行了评估,包括放射性毒性、衰变热和伽马射线。在此基础上,建立了钍铀燃料增殖循环方案,其在可持续性关键指标方面优于常规天然铀一次通过循环。

组件计算程序PANDA研发及初步验证

PANDA是上海核工程研究设计院研发的压水堆组件计算程序。该程序采用基于特征线方法(MOC)的一步化计算流程,即在不引入能群压缩和栅元均匀化的情况下直接进行组件层面的两维非均匀输运计算。多群数据库采用基于ENDF/B-VI制作的70群结构中子数据库,基于ENDF/B-VII的新版数据库也正在开发中。共振自屏计算采用了空间相关丹可夫方法(SDDM),既具备燃料芯块分区计算的能力,又保留了传统Stamm’ler方法的计算效率。多群非均匀输运计算采用二维模块化MOC方法,并辅以双重粗网有限差分(CMFD)加速技术,具有良好的计算精度和效率。对传统线性子链解析(TTA)方法以及多种矩阵指数方法进行了研究,选取了适合PANDA程序燃耗链的燃耗方程求解技术。基于以上基本模型开发了PANDA程序,并从程序模块、总体集成和核设计程序系统确认等三个层面,初步验证了PANDA程序的计算性能,表明了PANDA程序的工程设计计算能力。

大型压水堆装载50% MOX燃料方案初步研究

在保持堆内构件设计、燃料组件机械设计以及控制棒设计和布置不变的前提下,对大型压水堆应用MOX燃料进行初步研究。在遵守与UO_2堆芯相同的核设计准则的基础上,开展装载50%MOX燃料的堆芯燃料管理方案研究及核特性分析。分析结果表明,堆芯主要物理参数满足设计准则要求,能够实现堆芯运行和控制相关要求,具备装载50%MOX燃料的能力。混合堆芯的有效缓发中子份额比UO_2堆芯有所减小,其对弹棒事故的影响应予以重点关注。

大型压水堆堆芯燃料管理策略灵活性研究

本文对两环路大型压水堆开展燃料管理策略灵活性研究，设计12个月、18个月、16／20个月交替以及24个月换料的堆芯方案，建立并完成方案的安全性限值与燃料经济性评价，分析高功率高燃耗堆芯换料灵活性的关键限制条件。结果表明，延长循环长度可以采用提高换料富集度或者增加换料量以满足后备反应性的要求，但会增加燃料成本。为在燃料成本与电站收益间达到较好的平衡，须同时将提高卸料燃耗作为设计目标。在现有高燃耗性能燃料组件的技术条件下，通过在堆芯l／4～1／2范围内选取适当的换料量，可以实现12至24个月灵活换料，并具备较好燃料经济性。

压水堆辐照后燃料中子源强计算方法研究

压水堆辐照后燃料中子源强在次临界状态下的堆芯反应性测量中具有重要作用。本文研究了压水堆辐照后燃料自发裂变源强和(α,n)源强的计算方法,提出了^(242)Cm近似法和比例系数拟合法两种(α,n)源强计算方法。基于自主开发核设计程序系统,开发了堆内辐照后燃料中子源强计算模块,结合微观燃耗模型可以精确考虑对辐照后燃料中子源有重要影响的反应堆空间效应和实际运行历史效应。燃料组件测试算例结果表明,辐照后燃料总中子源强最大相对偏差约5%。本文工作为次临界状态下堆芯反应性测量技术的研发奠定了基础。

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了"大型先进压水堆及高温气冷堆核电站"国家科技重大专项课题"CAP1400数值反应堆关键技术研究"的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin-by-pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理-热工-燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。

CANDU堆内钍-铀增殖循环初步研究

本文首先从中子动力学理论出发，给出了在CANDU堆内实现钍一铀增殖循环的基本条件。随后，分析了不同的初始^233U含量和不同的功率水平下，反应性和易裂变核素含量随燃耗的变化过程。初始瑚U的获取则使用了直接自身再循环的方法。基于以上分析和结果。本文最后给出了CANDU堆内实现钍一铀增殖循环的技术路线。该技术路线是后续重水堆钍一铀循环研究工作的重要基础。

大型压水堆先进堆芯燃料管理策略优化研究

本文对大型压水堆先进堆芯燃料管理策略进行了优化研究，包括组件优化和堆芯优化：对实现更长循环的可能性以及多种循环长度的燃耗特性与燃料利用进行了评价，包括18个月、16／20个月交替的先进堆芯燃料管理设计以及24个月换料能力的论证，各种方案从首循环开始即采用低泄漏装载方式。研究表明，对于本文选定的大型压水堆，灵活采用多种不同循环长度的低泄漏先进堆芯燃料管理策略是可行的。从燃料循环经济来看，18个月平衡循环单位能量输出天然铀需求量与16／20个月的相当。比AP1000相同策略低约4％。本文的研究以UOX燃料一次通过式为基础，也考虑了MOX燃料的应用。包括堆芯装载30％以及50％MOX燃料。

用于pin-by-pin输运计算的SP3解析基函数展开节块方法研究

基于三阶简化球谐函数(SP3)方法,分别采用3种不同的偏流表达形式,开发了SP3解析基函数展开节块程序。利用基准例题对程序进行了数值检验,并对3种偏流表达形式的计算精度进行了对比分析。数值结果表明:SP3解析基函数展开节块方法应用于pin-by-pin输运计算时,能获得较高的棒功率计算精度;3种偏流表达形式中,Marshak偏流表达形式计算精度最高,另外两种偏流表达形式计算精度稍差,但更利于程序算法简化及并行算法设计。

国和一号(CAP1400)首循环堆芯启动物理试验高保真模拟分析

为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N,对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模,开展启动物理试验高保真模拟。数值结果表明,以JMCT程序为参考,NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10^(−5)以内,对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3%以内,对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1%以内,对于组件相对功率分布的相对计算偏差在±2.5%以内,各程序计算结果符合得很好,可有效支撑反应堆的调试启动过程。

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP-N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP-X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。

刚性限制法在瞬态中子输运计算中的应用

刚性限制法(SCM)可有效缓解中子动力学方程中的刚性问题,可采用较大时间步长获得同等计算精度,提高计算效率。现有SCM主要用于求解两群瞬态中子扩散方程。本文将SCM应用于求解多群瞬态中子输运方程,在原有中子输运方程特征线方法求解程序PEACH的基础上,增添了瞬态求解功能,开发了PEACH-K程序。采用OECD/NEA最新发布的基准题C5G7-TD对PEACH-K程序进行数值验证,结果表明,PEACH-K程序在大时间步长下仍具有很高的计算精度,且具有良好的数值稳定性。

钒自给能探测器中子响应计算方法

钒自给能探测器被广泛用作核动力反应堆的堆内固定式探测器,为堆芯中子注量率分布测量连续不断地提供信息。研究钒自给能探测器的响应电流计算方法,为堆芯在线功率分布监测与探测器设计优化提供理论依据。首先描述钒自给能探测器的响应机理与特性,然后基于Warren提出的理论模型,详细介绍中子响应电流控制方程及电子逃脱概率的计算方法,最后根据公开报道的典型钒探测器规格与实验数据进行数值模拟分析。结果显示,单位长度热中子灵敏度计算值与测量值相对偏差在±5%以内,论证了该方法的有效性与计算精度。